四代核电上市公司

1. 第四代核电站的介绍

2012年12月9日，中国自主研发的世界首座具有第四代核电特征的高专温气冷堆核电站在位于中国东部沿海属山东省荣成市的华能石岛湾核电厂重新开工建设。石岛湾核电站由华能集团、清华大学和中核建设集团合资建设，是中国拥有自主知识产权的第一座高温气冷堆示范电站，也是世界上第一座具有第四代核能系统安全特性模块式高温气冷堆商用规模示范电站；计划投资40亿元建设一台20万千瓦高温气冷堆核电机组，预计2017年底前投产发电。

2. 为什么中国要购买美国ap1000的第三代核电技术，而不花钱在第四代中国核电技术上

科普一下，所谓第四代核电站主要指的是“快中子反应堆”，简称“快堆”，能实现核燃料最充分的利用，反应更持久，还能利用之前传统反应堆产生的核废料，但就理论指标来看，"快堆"的安全性有更严苛的要求；
然后AP1000其实只是第三代核电的优化升级，而他的技术先进性和安全性是国际公认的，很多国家都有引进使用，我们要在内陆建设核电站对安全和可靠性有更严苛的要求，要能达到新时代的指标我们真的没有其他选择，美国的AP系列核电在其内陆有相当成熟可靠的使用经验，而AP1000只是他们推出的最新改型，跟他们自用的旧型号没有本质区别，美国研发AP1000就是为了打开国际市场赚钱用的，而不是有些人所谓的没有可靠验证的第一次的新物种，如果我们硬生自己搞一套没有充分使用经验的型号用于内陆核电，这才是对国民的极不负责，中央近年来对核电项目审批的谨慎态度足以说明对其重视程度；
我们没有必要再“尝试发明轮子”，去走别人早已走过几十年的弯路，得到的结果还是一样的，引进最新最成熟的技术是值得的，引进吸收先进技术也是我们的成功经验，当初国内第一座商业核电“大亚湾核电站”就是充分吸收利用法国核电技术的成功典范，中国引进AP1000后还将推出本土型号“CAP1400”，性能指标将更符合我们的需求，很多技术细节也将得到更充分的改善，这就是我们的自信；
我等“P民”当然应该关注自身安全利益，但广大国内外核电工程师肯定能比我们考虑地更周全、更专业，对自己不了解的方面妄加质疑或崇拜都是愚昧的
“快堆”技术早已实现，国际社会至今没有推广就是担忧它的安全性，所以我认为引进AP1000的最大目的在于为我们的第四代核电做好铺垫，充分掌握其技术，可以让第四代反应堆的安全性得到更大保障。至于为什么一下子引进那么多？我认为有两个方面原因：一是，利益原因，谈生意嘛，要喂饱了美国这头饿狼他才肯转让重要的技术细节；二是，国内需求，处于多方面考虑我们当前确实需要尽快在内陆建设大量可靠的第三代核电，毕竟第四代核电目前还在福建处于工程示范阶段。

3. 第四代核电与前代有何区别

第三代（GEN-Ⅲ）是指先进的轻水堆核电站，即1990年后期到2010年开始运行的核电站。第三代版核电站采用标准化、权最佳化设计和安全性更高的非能动安全系统，如先进的沸水堆（advanced boiling water reactors, ABWR）、系统80+、AP600、欧洲压水堆（European pressurized reactor, EPR）等。
第四代（GEN-Ⅳ）是待开发的核电站，其目标是到2030年达到实用化的程度，主要特征是经济性高（与天燃气火力发电站相当）、安全性好、废物产生量小，并能防止核扩散。
中国在第四代核电技术研究方面走在世界前列。

4. 什么时候第四代核电站能够大规模应用

这个还需要时间
现在世界上主流的核电站还是二代技术，三代技术还没有推广，例如内AP1000在我容国三门、海阳有建设。
另外在山东石岛湾的高温气冷堆可以说是具有四代特征的核电站，马上会建好运行，距离四代中的超高温气冷堆差距还在出口温度等参数上，但相信经过试点电站建设运行积累经验，对于将来更先进技术的发展改进是有帮助的。

5. 中核与盖茨的第四代核电合作告吹，中国核电将有哪些决定

中核与盖茨的第四代喝点合作告吹
2020年8月21日中核集团的下属上市公司中国核电官方发布公告，内容是根据美国政府的要求，美国的泰拉能源有限公司在单方面终止了行堆波技术合作，所以中国核电决定解散并且注销相关的公司。

中国核电方认为中美此次合作开发该技术并且推进项目落实的合作基础已经丧失了。那么为了这个项目而设立的中核行波堆投资公司以及中核河北核电有限公司最初的设立目的已经没有办法实现了。在2006年比尔盖茨参与投资并且创立了泰拉能源公司在其中出任董事长职位。比尔盖茨曾经多次来到中国，与中核集团和国家能源有过密切的接触，其主要是希望将行推波的首个示范堆建设在中国。

在今年上半年中，中国核电的营收同比增长了6％。归属净利润同比增长了15％。

6. 第四代核能系统的四代核电

美国开发第四代核电站的初衷主要是防止核扩散，目标是开发出面向发展中国家的超长寿命堆芯的密闭型小型反应堆核电站。但是经过2000年5月的“国际工作小组”会议以及GIF在2000年8月的汉城会议和2001年3月的巴黎会议等，美国采纳了其他成员国的意见，决定开展概念更广的新一代核能系统的开发。第四代核电站的开发目标可分为四个方面。
核能的可持续发展 通过对核燃料的有效利用，实现提供持续生产能源的手段；实现核废物量的最少化，加强管理，减轻长期管理事务，保证公众健康，保护环境。
提高安全性、可靠性 确保更高的安全性及可靠性；大幅度降低堆芯损伤的概率及程度，并具有快速恢复反应堆运行的能力；取消在厂址外采取应急措施的必要性。
提高经济性 发电成本优于其他能源；资金的风险水平能与其他能源相比。
防止核扩散 利用反应堆系统本身的特性，在商用核燃料循环中通过处理的材料，对于核扩散具有更高的防止性，保证难以用于核武器或被盗窃；为了评价核能的核不扩散性，DOE针对第四代核电站正在开发定量评价防止核扩散的方法。 DOE于2001年4月征集到了12个国家的94个第四代核电站反应堆系统，其中水冷堆28个，液态金属冷却堆32个，气冷堆17个，其他堆型17个。
2002年9月19日至20日在东京召开的GIF会议上，与会的10个国家在上述94个概念堆的基础上，一致同意开发以下六种第四代核电站概念堆系统。
（一）气冷快堆系统
气冷快堆（gas-cooled fast reactor, GFR）系统是快中子谱氦冷反应堆，采用闭式燃料循环，燃料可选择复合陶瓷燃料。它采用直接循环氦气轮机发电，或采用其工艺热进行氢的热化学生产。通过综合利用快中子谱与锕系元素的完全再循环，GFR能将长寿命放射性废物的产生量降到最低。此外，其快中子谱还能利用现有的裂变材料和可转换材料（包括贫铀）。参考反应堆是288兆瓦的氦冷系统，出口温度为850℃。
（二）铅合金液态金属冷却快堆系统
铅合金液态金属冷却快堆(lead-cooled fast reactor, LFR)系统是快中子谱铅（铅/铋共晶）液态金属冷却堆，采用闭式燃料循环，以实现可转换铀的有效转化，并控制锕系元素。燃料是含有可转换铀和超铀元素的金属或氮化物。
LFR系统的特点是可在一系列电厂额定功率中进行选择，例如LFR系统可以是一个1200兆瓦的大型整体电厂，也可以选择额定功率在300～400兆瓦的模块系统与一个换料间隔很长（15～20年）的50～100兆瓦的电池组的组合。LFR电池组是一个小型的工厂制造的交钥匙电厂，可满足市场上对小电网发电的需求。
（三）熔盐反应堆系统
熔盐反应堆（molten salt reactor, MSR）系统是超热中子谱堆，燃料是钠、锆和氟化铀的循环液体混合物。熔盐燃料流过堆芯石墨通道，产生超热中子谱。MSR系统的液体燃料不需要制造燃料元件，并允许添加钚这样的锕系元素。锕系元素和大多数裂变产物在液态冷却剂中会形成氟化物。熔融的氟盐具有很好的传热特性，可降低对压力容器和管道的压力。参考电站的功率水平为1000兆瓦，冷却剂出口温度700～800℃，热效率高。
（四）液态钠冷却快堆系统
液态钠冷却快堆（sodium-cooled fast reactor, SFR）系统是快中子谱钠冷堆，它采用可有效控制锕系元素及可转换铀的转化的闭式燃料循环。SFR系统主要用于管理高放射性废弃物，尤其在管理钚和其他锕系元素方面。该系统有两个主要方案：中等规模核电站，即功率为150～500兆瓦，燃料用铀-钚-次锕系元素-锆合金；中到大规模核电站，即功率为500～1 500兆瓦，使用铀-钚氧化物燃料。
该系统由于具有热响应时间长、冷却剂沸腾的裕度大、一回路系统在接近大气压下运行，并且该回路的放射性钠与电厂的水和蒸汽之间有中间钠系统等特点，因此安全性能好。
（五）超高温气冷堆系统
超高温气冷堆(very high temperature reactor, VHTR)系统是一次通过式铀燃料循环的石墨慢化氦冷堆。该反应堆堆芯可以是棱柱块状堆芯（如日本的高温工程试验反应器HTTR），也可以是球床堆芯（如中国的高温气冷试验堆HTR-10）。
VHTR系统提供热量，堆芯出口温度为1 000℃，可为石油化工或其他行业生产氢或工艺热。该系统中也可加入发电设备，以满足热电联供的需要。此外，该系统在采用铀/钚燃料循环，使废物量最小化方面具有灵活性。参考堆采用600兆瓦堆芯。
（六）超临界水冷堆系统
超临界水冷堆（super-critical water-cooled reactor, SCWR）系统是高温高压水冷堆，在水的热力学临界点（374℃，22.1兆帕）以上运行。超临界水冷却剂能使热效率提高到轻水堆的约1.3倍。该系统的特点是，冷却剂在反应堆中不改变状态，直接与能量转换设备相连接，因此可大大简化电厂配套设备。燃料为铀氧化物。堆芯设计有两个方案，即热中子谱和快中子谱。参考系统功率为1 700兆瓦，运行压力是25兆帕，反应堆出口温度为510～550℃。

7. 中核与盖茨的第四代核电原计划合作做什么

中核与盖茨的第四代核电原计划合作做的是行波堆技术。

据8月23日消息，21日，中核集团下属上市内公司中国核电容（601985.SH）发布公告称，由于美国泰拉能源有限公司（下称泰拉能源）根据美国政府的要求单方终止了行波堆技术合作，中国核电决定解散并注销相关公司。

中国核电认为，中美合作开发该技术并推进项目落地的合作基础已经丧失，中核行波堆投资(天津)有限公司（下称行波堆投资公司）及中核河北核电有限公司（下称行波堆项目公司）的设立目的已无法实现。

(7)四代核电上市公司扩展阅读：

合作终止并不影响中核集团

中国核电公告称，行波堆投资公司、行波堆项目公司尚未开展实际经营，本次解散、注销子公司对其整体业务的发展和生产经营不会产生实质性影响。

今年上半年，中国核电实现营收约232亿元，同比增长6%；归属净利润约30亿元，同比增长15%。

目前，中国核电在运核电机组21台，装机容量1911.2万千瓦；在建核电机组5台，装机容量577万千瓦；在运非核清洁能源装机179.84万千瓦。

8. 中核与盖茨的第四代核电合作告吹的原因是什么

中核与盖茨的第四代核电合作告吹的原因是因为美国的政策，受到美国禁令的影响，不得不中断合作！

9. 第四代核电技术有哪些特点

第四代核电技术有什么特征?
核电发展的趋势是安全水平更加卓越、经济性更好、核燃料利用率更高、废物产生量更少。本世纪初，美国提出并创立第四代先进核能系统国际合作研发论坛(GIF)，致力于研发可持续利用的清洁、安全、经济的先进核能系统。目前的研究表明，快堆核能系统是先进核能系统及其核燃料循环体系成熟度和研究基础最高的堆型之一。
快中子堆是由快中子引起链式裂变反应并可实现核燃料增殖的反应堆，在运行中既消耗易裂变材料，又生产新易裂变材料，而且所产可多于所耗，能实现易裂变材料的增殖。相比热中子堆，快堆对资源的利用率可以提高数十倍。我国坚持热堆-快堆-聚变堆的“三步走”核能发展战略，我国实验快堆已于2010年7月达到临界，2011年7月并网发电。我国成为继美、英、法、俄等国之后，世界上第八个拥有快堆技术的国家。随着实验快堆的临界发电，下一步，我国将开发60万千瓦或更大功率的快堆商用核电站。
被推荐的第四代先进核能系统中还包括高温气冷堆、超临界水堆、熔盐堆。高温气冷堆具备固有安全特性，任何事故情况下都不会发生堆芯熔化事故，且产生的高温能够多用途利用，并可采用模块化方式建造大大缩短工期。我国高温气冷堆研发建设已经走在了世界前列，全球首座20万千瓦示范工程已经开工建设。我国的熔盐堆、超临界水堆、核能聚变堆、聚变裂变混合堆科研开发工程也在积极研究中。

10. 核电技术的四代核电

(1)第四代核电技能的概念
把五、六十年代缔造的验证性核电站称为榜首代;70、80年代标准化、系列化、批量缔造的核电站称为第二代;第三代是指90年代开发研讨老练的领先轻水堆;第四代核电技能是指待开发的核电技能，其主要特征是避免核分散，具有更好的经济性，安全性高和废物发作量少。
(2)开发第四代核电技能的意图
美国政府对核电界共同研讨开发的第三代核电技能不行满足的是：未思考避免核分散的需求，经济性不行抱负。为了强化避免核分散的需求和进一步改进经济性，提出要研讨开发第四代核电站。
(3)第四代核电技能的功能需求
2000年5月，由美国能源部建议、美国阿贡实验室安排的全世界约100名教授进行了研讨，提出了第四代核电站14项基本需求。关于经济性的有3条：要有竞争力的发电本钱，其母线发电本钱为3美分/kWh;可承受的出资危险，比出资小于1000美元/kW;缔造时刻(从浇注榜首罐混凝土至反应堆发动实验)少于3年。有5条是关于核安全和辐射安全的：十分低的堆芯破损概率;任何可信初因事故都经验证，不会发作严峻堆芯损坏;不需求场外应急;人因容错功能高;尽可能小的辐射照耀。关于核废物有3条：要有完好的解决方案;解决方案被大众承受;废物量要最小。关于防核分散的有3条：对兵器分散分子的吸引力小;内涵的和外部的避免核分散能力强;对避免核分散要通过评价。
由上看出，第四代核电站的需求突出了避免核分散难题，没有思考核燃料循环和核资源难题，而这两个难题是触及核能可持续展开的重大难题。
(4)想象展开发展
当时的主要任务是研讨断定第四代核电的功能需求，逐渐由准则需求，经细化为详细目标，在此基础上再展开堆型的研讨开发。估计2020年前能有一个或几个演示电站建成运转;到2030年今后再推行缔造。在2001年到2030年这段时刻内，将缔造一批第三代的领先轻水堆核 电机组。